Hila, F.C.;Javier-Hila, A.M.V.;Sayyed, M.I.;Asuncion-Astronomo, A.;Dicen, G.P.;Jecong, J.F.M.;Guillermo, N.R.D.;Amorsolo, A.V. Jr.
Nuclear Engineering and Technology
/
v.53
no.11
/
pp.3808-3815
/
2021
In this paper, the EPICS2017 photoatomic database was used to evaluate the photon mass attenuation coefficients and buildup factors of soils collected at different depths in the Philippine islands. The extraction and interpolation of the library was accomplished at the recommended linear-linear scales to obtain the incoherent and total cross section and mass attenuation coefficient. The buildup factors were evaluated using the G-P fitting method in ANSI/ANS-6.4.3. An agreement was achieved between XCOM, MCNP5, and EPICS2017 for the calculated mass attenuation coefficient values. The buildup factors were reported at several penetration depths within the standard energy grid. The highest values of both buildup factor classifications were found in the energy range between 100 and 400 keV where incoherent scattering interaction probabilities are predominant, and least at the region of predominant photoionization events. The buildup factors were examined as a function of different soil silica contents. The soil samples with larger silica concentrations were found to have higher buildup factor values and hence lower shielding characteristics, while conversely, those with the least silica contents have increased shielding characteristics brought by the increased proportions of the abundant heavier oxides.
Proceedings of the Materials Research Society of Korea Conference
/
2011.05a
/
pp.15-15
/
2011
As you know, boron compounds, borax ($Na_2B_4O_5(OH)_4{\cdot}8H_2O$) etc. were known thousands of years ago. As for natural boron, it has two naturally occurring and stable isotopes, boron 11 ($^{11}B$) and boron 10 ($^{10}B$). The neutron absorption $^{10}B$ is included about 19~20% with 80~81% $^{11}B$. Boron is similar to carbon in its capability to form stable covalently bonded molecular networks. The mass difference results in a wide range of ${\beta}$ values between the $^{11}B$ and $^{10}B$. The $^{10}B$ isotope, stable with 5 neutrons is excellent at capturing thermal neutrons. For example, it is possible to decrease a thermal neutron required for the nuclear reaction of uranium 235 ($^{235}U$). If $^{10}B$ absorbs a neutron ($^1n$), it will change to $^7Li+^1{\alpha}$ (${\alpha}$ ray, like $^4He$) with prompt ${\gamma}$ ray from $^{11}B$$^{11}B$ (equation 1). $$^{10}B+^1n\;{\rightarrow}\;^{11}B\;{\rightarrow}\; prompt \;{\gamma}\;ray (478 keV), \;^7Li+4{\alpha}\;(4He)\;\;\;\;{\cdots}\; (1)$$ If about 1% boron is added to stainless steel, it is known that a neutron shielding effect will be 3 times the boron free steel. Enriched boron or $^{10}B$ is used in both radiation shielding and in boron neutron capture therapy. Then, $^{10}B$ is used for reactivity control and in emergency shutdown systems in nuclear reactors. Furthermore, boron carbide, $B_4C$, is used as the charge of a nuclear fission reaction control rod material and neutron cover material for nuclear reactors. The $B_4C$ powder of natural B composition is used as a charge of a control material of a boiling water reactor (BWR) which occupies commercial power reactors in nuclear power generation. The $B_4C$ sintered body which adjusted $^{10}B$ concentration is used as a charge of a control material of the fast breeder reactor (FBR) currently developed aiming at establishment of a nuclear fuel cycle. In this study for new boron compound, silicon boride ceramics for capturing thermal neutrons, preparation and characterization of both silicon tetraboride ($SiB_4$) and silicon hexaboride ($SiB_6$) and ceramics produced by sintering were investigated in order to determine the suitability of this material for nuclear power generation. The relative density increased with increasing sintering temperature. With a sintering temperature of 1,923 K, a sintered body having a relative density of more than 99% was obtained. The Vickers hardness increased with increasing sintering temperature. The best result was a Vickers hardness of 28 GPa for the $SiB_6$ sintered at 1,923K for 1 h. The high temperature Vickers hardness of the $SiB_6$ sintered body changed from 28 to 12 GPa in the temperature range of room temperature to 1,273 K. The thermal conductivity of the SiB6 sintered body changed from 9.1 to 2.4 W/mK in the range of room temperature to 1,273 K.
To evaluate the development of the microstructure and mechanical properties on surface modified and post-heattreated Inconel 718 alloy, this study was carried out. A friction stir process as a surface modification method was employed, and overlap welded Inconel 718 alloy as an experimental material was selected. The friction stir process was carried out at a tool rotation speed of 200 rpm and tool down force of 19.6-39.2 kN; post-heat-treatment with two steps was carried out at $720^{\circ}C$ for 8 h and $620^{\circ}C$ for 6 h in vacuum. To prevent the surface oxidation of the specimen, the method of using argon gas as shielding was utilized during the friction stir process. As a result, applying the friction stir process was effective to develop the grain refinement accompanied by dynamic recrystallization, which resulted in enhanced mechanical properties as compared to the overlap welded material. Furthermore, the post-heat-treatment after the friction stir process accelerated the formation of precipitates, such as gamma prime (${\gamma}^{\prime}$) and MC carbides, which led to the significant improvement of mechanical properties. Consequently, the microhardness, yield, and tensile strengths of the post-heat-treated material were increased more than 110%, 124% and 85 %, respectively, relative to the overlap welded material. This study systematically examined the relationship between precipitates and mechanical properties.
Choi, Ji Nyeong;Choi, Yeon Ju;Jeong, Soomin;Jung, Aera;Kim, Min Bin;Kim, Ji Eun;Kim, Sug-Whan;Kim, Ye Won;Lee, Jik;Lim, Heuijin;Min, Kyung Wook;Na, Go Woon;Nam, Ji Woo;Park, Il Hung;Ripa, Jakub.;Suh, Jung Eun
The Bulletin of The Korean Astronomical Society
/
v.37
no.2
/
pp.209.2-209.2
/
2012
UFFO Burst Alert & Trigger telescope (UBAT) is one of major instruments of UFFO-Pathfinder. The UBAT aims at 10 arcmin resolution localization of Gamma Ray Bursts with X-ray coded mask technique. It has $400mm{\times}400mm$ coded mask aperture, hopper, shielding and detector module with effective area of $191cm^2$. The detector module consists of an assembly of 36 64-ch MAPMTs and $25mm{\times}25mm$ pixellated YSO crystal array, and associated analog and digital electronics of about 2500 channels. We performed a vibration test using a dummy MAPMT with the detector module structure to measure the indused stress applied onto the MAPMT. We designed a sub-structure on the detector module to avoid the resonance that would otherwise deforms the detector module structure. A finite element analysis confirms the reduction of the load acceleration down to 12g. The experimental results are to be reported. Consequently, it proves that the MAPMT arrays of the flight UBAT detector module structure would survive in the space launch environment.
Mechanical moduli, such as Young's modulus (E), Bulks modulus (B), Shear modulus (S), longitudinal modulus (L), Poisson's ratio (σ) and micro Hardness (H) were theoretically calculated for (100-x)TeO2+x MgO glasses, where x = 10, 20, 30, 40 and 45 mol%, based on the Makishima-Mackenzie model. The estimated results showed that the mechanical moduli and the microhardness of the glasses were improved with the increase of the MgO contents in the TM glasses, while Poisson's ratio decreased with the increase in MgO content. Moreover, the radiation shielding capacity was evaluated for the studied TM glasses. Thus, the linear attenuation coefficient (LAC), mass attenuation coefficient (MAC), transmission factor (TF) and half-value thickness (𝚫0.5) were simulated for gamma photon energies between 0.344 and 1.406 MeV. The simulated results showed that glass TM10 with 10 mol % MgO possess the highest LAC and varied in the range between 0.259 and 0.711 cm-1, while TM45 glass with 45 mol % MgO possess the lowest LAC and vary in the range between 0.223 and 0.587 cm-1 at gamma photon energies between 0.344 and 1.406 MeV. Furthermore, the BXCOM program was applied to calculate the effective atomic number (Zeff), equivalent atomic number (Zeq) and buildup factors (EBF and EABF) of the glasses. The effective removal cross-section for the fast neutrons (ERCSFN, ∑R) was also calculated theoretically. The received data depicts that the lowest ∑R was achieved for TM10 glasses, where ∑R = 0.0193 cm2 g-1, while TM45 possesses the highest ERCSFN where ∑R = 0.0215 cm2 g-1.
Dong Zhao;Wenbao Jia;Daqian Hei;Can Cheng;Wei Cheng;Xuwen Liang;Ji Li
Nuclear Engineering and Technology
/
v.55
no.5
/
pp.1587-1592
/
2023
Time-encoded imagers (TEI) are important class of instruments to search for potential radioactive sources to prevent illicit transportation and trafficking of nuclear materials and other radioactive sources. The energy of the radiation cannot be known in advance due to the type and shielding of source is unknown in practice. However, the response function of the time-encoded imagers is related to the energy of neutrons or gamma-rays. An improved image reconstruction method based on MLEM was proposed to correct for the energy induced response difference. In this method, the count vector versus time was first smoothed. Then, the preset response function was adaptively corrected according to the measured counts. Finally, the smoothed count vector and corrected response were used in MLEM to reconstruct the source distribution. A one-dimensional dual-particle time-encode imager was developed and used to verify the improved method through imaging an Am-Be neutron source. The improvement of this method was demonstrated by the image reconstruction results. For gamma-ray and neutron images, the angular resolution improved by 17.2% and 7.0%; the contrast-to-noise ratio improved by 58.7% and 14.9%; the signal-to-noise ratio improved by 36.3% and 11.7%, respectively.
For the precise measurements of special nuclear materials (SNM) including Pu and Am isotopes, we have used phoswich detector combination of two single crystal scintillators of Gd3Ga3Al2O12:Ce and CsI:Tl. High detection efficiency and sensitivity along with high figure of merit for the discrimination of these phoswich detectors ensures the detection and discrimination of thermal neutrons and gammas from spontaneous fission of Pu and other isotopes in presence of high gamma background. Using this detector, the low energy gammas, which is stopped completely in 1mm thick disc of GGAG, can be also discriminated from high energies gamma and shows linearity in wide range of sample quantities. By changing only the appropriate shielding, the similar setup was used for thermal neutron detection and shows a very good linearity over wide range. The quantity of a test sample was also calculated accurately by using the measured calibrated plot.
The skin sparing effect associated with high energy x-ray or gamma ray beams may be reduce or lost under certain conditions of treatment. Current trends in using large fields. Shield carrying trays, compensating filters, and isocentric methods of treatment have posed problems of increased skin dose which sometimes become a limiting factor in giving adquate tumor doses. We used the shallow ion chamber to measure the phantom surface dose and the physical treatment variables for Co-60 gamma ray, 4MV and 10 MV x-ray beam. The dependence of percent surface dose on field sizes, atomic number of the shielding tray materials and its distance from the surface for 4, 10MV x-rays and Co-60 gamma ray is qualitatively similar. The use of 2 mm thick tin filter is recommended for situations where a low atomic number tray is introduced into the beam at distances less than 15 cm from the surface and with the large field sized for 4 MV x-ray beam. In case of Co-60 gamma ray, the lead glass tray is suitable for enhancement of skin sparing. Also, the filter distance should be as large as possible to achieve substantial skin sparing.
Gamma spectroscopy analysis is widely used for radioactivity analysis, and various factors are required for radioactivity calculations. Among the factors, K3 for each sample significantly influences the results. The previous methods of correcting the self-absorption effect include a computational simulation method and a method that requires making a CRM(certified reference material) identical to the sample medium. However, the above methods have limitations when used in small institutions because they require specialized program utilization skills or high manufacturing costs and large facilities. The aim of this study is to develop a method that can be easily and rapidly applied to radioactivity analysis. After filling the beaker with water, we placed the radiation source in a uniform position and used the measured value as the benchmark. Next, a correction factor was derived based on the difference in the radiation source count of the benchmark and the identically measured sample. For the radiation source, Eu-152, which emits a broad range of energy within the measurement range of gamma rays, and Cs-134 and Cs-137, which are indicator nuclides in environmental radiation analysis, were used. The sample was selected within the density range of 0.26-2.11 g/cm3, and the correction factor was derived by calculating the count difference of each sample compared to the reference value of water. This study presents a faster and more convenient method than the existing research methods for determining the self-absorption effect correction, which has become increasingly necessary.
The purpose of this study was to confirm the feasibility of imaging of therapy region from the boron neutron capture therapy (BNCT) using the measurement of the prompt gamma ray depending on the neutron flux. Through the Monte Carlo simulation, we performed the verification of physical phenomena from the BNCT; (1) the effects of neutron according to the existence of boron uptake region (BUR), (2) the internal and external measurement of prompt gamma ray dose, (3) the energy spectrum by the prompt gamma ray. All simulation results were deducted using the Monte Carlo n-particle extended (MCNPX, Ver.2.6.0, Los Alamos National Laboratory, Los Alamos, NM, USA) simulation tool. The virtual water phantom, thermal neutron source, and BURs were simulated using the MCNPX. The energy of the thermal neutron source was defined as below 1 eV with 2,000,000 n/sec flux. The prompt gamma ray was measured with the direction of beam path in the water phantom. The detector material was defined as the lutetium-yttrium oxyorthosilicate (Lu0,6Y1,4Si0,5:Ce; LYSO) scintillator with lead shielding for the collimation. The BUR's height was 5 cm with the 28 frames (bin: 0.18 cm) for the dose calculation. The neutron flux was decreased dramatically at the shallow region of BUR. In addition, the dose of prompt gamma ray was confirmed at the 9 cm depth from water surface, which is the start point of the BUR. In the energy spectrum, the prompt gamma ray peak of the 478 keV was appeared clearly with full width at half maximum (FWHM) of the 41 keV (energy resolution: 8.5%). In conclusion, the therapy region can be monitored by the gamma camera and single photon emission computed tomography (SPECT) using the measurement of the prompt gamma ray during the BNCT.
본 웹사이트에 게시된 이메일 주소가 전자우편 수집 프로그램이나
그 밖의 기술적 장치를 이용하여 무단으로 수집되는 것을 거부하며,
이를 위반시 정보통신망법에 의해 형사 처벌됨을 유념하시기 바랍니다.
[게시일 2004년 10월 1일]
이용약관
제 1 장 총칙
제 1 조 (목적)
이 이용약관은 KoreaScience 홈페이지(이하 “당 사이트”)에서 제공하는 인터넷 서비스(이하 '서비스')의 가입조건 및 이용에 관한 제반 사항과 기타 필요한 사항을 구체적으로 규정함을 목적으로 합니다.
제 2 조 (용어의 정의)
① "이용자"라 함은 당 사이트에 접속하여 이 약관에 따라 당 사이트가 제공하는 서비스를 받는 회원 및 비회원을
말합니다.
② "회원"이라 함은 서비스를 이용하기 위하여 당 사이트에 개인정보를 제공하여 아이디(ID)와 비밀번호를 부여
받은 자를 말합니다.
③ "회원 아이디(ID)"라 함은 회원의 식별 및 서비스 이용을 위하여 자신이 선정한 문자 및 숫자의 조합을
말합니다.
④ "비밀번호(패스워드)"라 함은 회원이 자신의 비밀보호를 위하여 선정한 문자 및 숫자의 조합을 말합니다.
제 3 조 (이용약관의 효력 및 변경)
① 이 약관은 당 사이트에 게시하거나 기타의 방법으로 회원에게 공지함으로써 효력이 발생합니다.
② 당 사이트는 이 약관을 개정할 경우에 적용일자 및 개정사유를 명시하여 현행 약관과 함께 당 사이트의
초기화면에 그 적용일자 7일 이전부터 적용일자 전일까지 공지합니다. 다만, 회원에게 불리하게 약관내용을
변경하는 경우에는 최소한 30일 이상의 사전 유예기간을 두고 공지합니다. 이 경우 당 사이트는 개정 전
내용과 개정 후 내용을 명확하게 비교하여 이용자가 알기 쉽도록 표시합니다.
제 4 조(약관 외 준칙)
① 이 약관은 당 사이트가 제공하는 서비스에 관한 이용안내와 함께 적용됩니다.
② 이 약관에 명시되지 아니한 사항은 관계법령의 규정이 적용됩니다.
제 2 장 이용계약의 체결
제 5 조 (이용계약의 성립 등)
① 이용계약은 이용고객이 당 사이트가 정한 약관에 「동의합니다」를 선택하고, 당 사이트가 정한
온라인신청양식을 작성하여 서비스 이용을 신청한 후, 당 사이트가 이를 승낙함으로써 성립합니다.
② 제1항의 승낙은 당 사이트가 제공하는 과학기술정보검색, 맞춤정보, 서지정보 등 다른 서비스의 이용승낙을
포함합니다.
제 6 조 (회원가입)
서비스를 이용하고자 하는 고객은 당 사이트에서 정한 회원가입양식에 개인정보를 기재하여 가입을 하여야 합니다.
제 7 조 (개인정보의 보호 및 사용)
당 사이트는 관계법령이 정하는 바에 따라 회원 등록정보를 포함한 회원의 개인정보를 보호하기 위해 노력합니다. 회원 개인정보의 보호 및 사용에 대해서는 관련법령 및 당 사이트의 개인정보 보호정책이 적용됩니다.
제 8 조 (이용 신청의 승낙과 제한)
① 당 사이트는 제6조의 규정에 의한 이용신청고객에 대하여 서비스 이용을 승낙합니다.
② 당 사이트는 아래사항에 해당하는 경우에 대해서 승낙하지 아니 합니다.
- 이용계약 신청서의 내용을 허위로 기재한 경우
- 기타 규정한 제반사항을 위반하며 신청하는 경우
제 9 조 (회원 ID 부여 및 변경 등)
① 당 사이트는 이용고객에 대하여 약관에 정하는 바에 따라 자신이 선정한 회원 ID를 부여합니다.
② 회원 ID는 원칙적으로 변경이 불가하며 부득이한 사유로 인하여 변경 하고자 하는 경우에는 해당 ID를
해지하고 재가입해야 합니다.
③ 기타 회원 개인정보 관리 및 변경 등에 관한 사항은 서비스별 안내에 정하는 바에 의합니다.
제 3 장 계약 당사자의 의무
제 10 조 (KISTI의 의무)
① 당 사이트는 이용고객이 희망한 서비스 제공 개시일에 특별한 사정이 없는 한 서비스를 이용할 수 있도록
하여야 합니다.
② 당 사이트는 개인정보 보호를 위해 보안시스템을 구축하며 개인정보 보호정책을 공시하고 준수합니다.
③ 당 사이트는 회원으로부터 제기되는 의견이나 불만이 정당하다고 객관적으로 인정될 경우에는 적절한 절차를
거쳐 즉시 처리하여야 합니다. 다만, 즉시 처리가 곤란한 경우는 회원에게 그 사유와 처리일정을 통보하여야
합니다.
제 11 조 (회원의 의무)
① 이용자는 회원가입 신청 또는 회원정보 변경 시 실명으로 모든 사항을 사실에 근거하여 작성하여야 하며,
허위 또는 타인의 정보를 등록할 경우 일체의 권리를 주장할 수 없습니다.
② 당 사이트가 관계법령 및 개인정보 보호정책에 의거하여 그 책임을 지는 경우를 제외하고 회원에게 부여된
ID의 비밀번호 관리소홀, 부정사용에 의하여 발생하는 모든 결과에 대한 책임은 회원에게 있습니다.
③ 회원은 당 사이트 및 제 3자의 지적 재산권을 침해해서는 안 됩니다.
제 4 장 서비스의 이용
제 12 조 (서비스 이용 시간)
① 서비스 이용은 당 사이트의 업무상 또는 기술상 특별한 지장이 없는 한 연중무휴, 1일 24시간 운영을
원칙으로 합니다. 단, 당 사이트는 시스템 정기점검, 증설 및 교체를 위해 당 사이트가 정한 날이나 시간에
서비스를 일시 중단할 수 있으며, 예정되어 있는 작업으로 인한 서비스 일시중단은 당 사이트 홈페이지를
통해 사전에 공지합니다.
② 당 사이트는 서비스를 특정범위로 분할하여 각 범위별로 이용가능시간을 별도로 지정할 수 있습니다. 다만
이 경우 그 내용을 공지합니다.
제 13 조 (홈페이지 저작권)
① NDSL에서 제공하는 모든 저작물의 저작권은 원저작자에게 있으며, KISTI는 복제/배포/전송권을 확보하고
있습니다.
② NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 상업적 및 기타 영리목적으로 복제/배포/전송할 경우 사전에 KISTI의 허락을
받아야 합니다.
③ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 보도, 비평, 교육, 연구 등을 위하여 정당한 범위 안에서 공정한 관행에
합치되게 인용할 수 있습니다.
④ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 무단 복제, 전송, 배포 기타 저작권법에 위반되는 방법으로 이용할 경우
저작권법 제136조에 따라 5년 이하의 징역 또는 5천만 원 이하의 벌금에 처해질 수 있습니다.
제 14 조 (유료서비스)
① 당 사이트 및 협력기관이 정한 유료서비스(원문복사 등)는 별도로 정해진 바에 따르며, 변경사항은 시행 전에
당 사이트 홈페이지를 통하여 회원에게 공지합니다.
② 유료서비스를 이용하려는 회원은 정해진 요금체계에 따라 요금을 납부해야 합니다.
제 5 장 계약 해지 및 이용 제한
제 15 조 (계약 해지)
회원이 이용계약을 해지하고자 하는 때에는 [가입해지] 메뉴를 이용해 직접 해지해야 합니다.
제 16 조 (서비스 이용제한)
① 당 사이트는 회원이 서비스 이용내용에 있어서 본 약관 제 11조 내용을 위반하거나, 다음 각 호에 해당하는
경우 서비스 이용을 제한할 수 있습니다.
- 2년 이상 서비스를 이용한 적이 없는 경우
- 기타 정상적인 서비스 운영에 방해가 될 경우
② 상기 이용제한 규정에 따라 서비스를 이용하는 회원에게 서비스 이용에 대하여 별도 공지 없이 서비스 이용의
일시정지, 이용계약 해지 할 수 있습니다.
제 17 조 (전자우편주소 수집 금지)
회원은 전자우편주소 추출기 등을 이용하여 전자우편주소를 수집 또는 제3자에게 제공할 수 없습니다.
제 6 장 손해배상 및 기타사항
제 18 조 (손해배상)
당 사이트는 무료로 제공되는 서비스와 관련하여 회원에게 어떠한 손해가 발생하더라도 당 사이트가 고의 또는 과실로 인한 손해발생을 제외하고는 이에 대하여 책임을 부담하지 아니합니다.
제 19 조 (관할 법원)
서비스 이용으로 발생한 분쟁에 대해 소송이 제기되는 경우 민사 소송법상의 관할 법원에 제기합니다.
[부 칙]
1. (시행일) 이 약관은 2016년 9월 5일부터 적용되며, 종전 약관은 본 약관으로 대체되며, 개정된 약관의 적용일 이전 가입자도 개정된 약관의 적용을 받습니다.